AP1000全失流事故DNBR计算分析

AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。     

主给水流量测量精度及核电站功率提升研究

许多国家或地区的核电站都已进行过不同幅度的功率提升研究和实践.功率提升改造能为核电站取得了显著的经济效益.同时,也有新建的核电站在建设之初把小幅功率提升融合到设计中,比如三门AP1000核电.这能够避免后期改造的各种现场条件制约.以华龙一号核电堆型为例,对华龙一号主给水流量测量精度提升与反应堆功率小幅提升理论关系与可行...